Решение нестационарного уравнения переноса нейтронов на основе многозонного представления с использованием метода Монте-Карло. тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, кандидат наук Иоаннисиан Михаил Викторович

• Иоаннисиан Михаил Викторович
• кандидат наук
• 2018

Оглавление диссертации кандидат наук Иоаннисиан Михаил Викторович

Введение

Глава 1 Обзор литературы

1.1 Кинетика нейтронов в многозонном представлении

1.1.1 История развития и современное состояние

1.1.2 Общая постановка и обозначения

1.1.3 Интегральные уравнения

1.2 Обзор современных программных средств

Заключение к главе

Глава 2 Уравнения многозонной кинетики, метод их решения и комплекс

программ

2.1 Интегральные уравнения для группового потока

2.2 Система дифференциальных уравнений нейтронной кинетики

2.3 Начальные условия

2.4 Уравнения Эйвери и приближение точечной кинетики

2.5 Общая постановка задачи

2.6 Описание модуля ЯЕС

2.7 Верификация алгоритма расчета коэффициентов связи

2.7.1 Экспериментальные данные

2.7.2 Модельный вариант активной зоны

2.7.3 Активная зона КЛТ-40С

2.8 Алгоритм решения системы дифференциальных уравнений

2.8.1 Численный метод

2.8.2 Адаптация метода

2.8.3 Описание программы МКЫК

2.8.4 Валидация численного метода на примере уравнений одноточечной кинетики

Заключение к главе

Глава 3. Верификация программы МЯКК

3.1 Тест ИРСЕШ35

3.2 Серия тестов ВВЭР-ВН, ВВЭР-ВВ и ВВЭР-КР

3.2.1 Общие характеристики тестовых задач

3.2.3 Тест ВВЭР-ВН

3.2.4 Тест ВВЭР-ВВ

3.2.5 Тест ВВЭР-КР

3.3 Численное моделирование кинетики активной зоны реактора КЛТ-40С

3.3.1 Начальное критическое состояние

3.3.2 Перемещение стержней в центральной ТВС

3.3.3 Перемещение групп стержней

Заключение к главе

Глава 4 Верификация комплекса MRNK+КЕДР-Д на примере международного численного бенчмарка PWR MOX/UO2

4.1 Описание программного комплекса MRNK+КЕДР-Д

4.2 Численный бенчмарк PWR MOX/UO2

4.3 Описание модели активной зоны

4.4 Результаты расчета стационарных состояний

4.5 Результаты расчета нестационарного процесса

Заключение к главе

Заключение

Обозначения и сокращения

Список литературы

Приложение А

Приложение Б

4

Введение

Решение уравнения переноса с пространственно-временной зависимостью представляет сегодня одну из наиболее сложных задач реакторной физики. До настоящего времени полностью эта задача ещё не решена, хотя прилагаются значительные усилия в поиске методов её решения с применением современных вычислительных средств и математических методов.

В связи с развитием вычислительной техники и созданием суперкомпьютеров открылась возможность использовать метод Монте-Карло для моделирования нестационарных нейтронно-физических процессов в реакторах, без применения каких-либо существенных приближений.

Достоинством существующих программ, решающих стационарные задачи и основанных на методе Монте-Карло, является их высокая достоверность - в алгоритме детально описываются физические процессы переноса нейтронов. Также они обладают развитыми средствами для моделирования геометрии и свойств систем любой сложности. Усовершенствование программ этого класса для расчета нестационарных процессов позволяет расширить спектр решаемых реакторных задач, актуальных на сегодняшний день. Сюда входят, например, задачи обоснования безопасности реакторов, их пуска, расчет аварийных режимов, а также расчета процессов в реакторах имеющих нестандартное строение, например, таких как космические ЯЭУ.

В связи с этим в мире стали появляться программы, разработанные как в Европейских институтах (Dynamic Tripoli [1]), так и в России (TDMCC [2,3], КИР [4,5]), решающие задачи прямым моделированием переноса нейтронов на основе метода Монте-Карло. К программе Dynamic TRIPOLI был подключен теплогидравлический модуль и на основе созданного комплекса рассчитан численный бенчмарк NURISP [6].

Всем этим программам присущи требовательность к вычислительным ресурсам и длительное время счета, необходимое для достижения приемлемой точности, даже при расчете на суперкомпьютерах. В настоящее время результаты, полученные на основе этих программ, используются [1,5] в качестве реперных при проведении кросс-верификационных расчетов с программами инженерного класса.

Одним перспективным методом для моделирования нестационарных процессов является представление системы в виде множества взаимосвязанных зон.

Основополагающие положения метода были впервые сформулированы Эйвери Р. в 1958 г. на 2-й Женевской международной конференции [7]. На сегодняшний день метод имеет достаточную известность, был теоретически обоснован [8], но успешно применялся для расчета только ограниченного класса задач, в основном, моделирования слабосвязанных систем [9,10]. Кроме этого, метод использовался для расчета эффективного коэффициента размножения топливных хранилищ [11].

Важным достоинством метода является достаточно легкая адаптация под современные программы, основанные на методе Монте-Карло. Используемые в методе кинетики нейтронно-физические характеристики имеют ясный физический смысл, это исключает аспект трудоемкости в разработке алгоритма вычисления этих характеристик. Кроме этого, точность результатов расчета в методе регулируется подробностью сетки разбиения рассматриваемой системы на подобласти и ограничена только детализацией описываемых процессов переноса нейтронов в программах решения задачи методом Монте-Карло.

Хотя метод и, на сегодняшний день, позволяет моделировать узкоспециализированный класс задач, использование его в обосновании безопасности как существующих, так и проектируемых реакторов, может существенно повысить их надежность и качество. Несомненно, расчет переходных процессов в реакторах в значительной степени определяется влиянием обратных связей по теплофизическим свойствам материалов. Большинство вопросов, связанных с безопасностью, не обходится без совместного решения нейтронно-физической и теплогидравлической задач. Поэтому важным этапом разработки комплекса расчета, является подключение теплогидравлической программы.

Цель диссертационной работы

Разработка алгоритмов и программных средств для решения нестационарных задач реакторной физики на основе представления системы в виде взаимосвязанных зон для повышения точности и надежности результатов. Для достижения этой цели решены следующие задачи:

• дополнение уравнений кинетики в многозонном представлении уравнениями для потока нейтронов в выделенных подобластях реактора;

• построение алгоритма решения системы дифференциальных уравнений кинетики, адаптация численной схемы решения уравнений;

• разработка модуля REC (Registration of Exchange Coefficients) [12] для программы MCU-TR [13], предназначенного для расчета обменных коэффициентов с использованием метода Монте-Карло;

• верификация алгоритма вычисления коэффициентов связи в стационарных задачах на основе сопоставления с экспериментальными данными для связки из двух гомогенных реакторов [14,15] и кросс-верификационных расчетов модельных вариантов усеченной и полномасштабной активных зон;

• реализация алгоритма решения уравнений в виде программы MRNK (Multi-Region Neutron Kinetics) [12];

• верификация программы MRNK на примере тестовых нестационарных задач [12,16,17] и совместного с авторами программы КИР расчетного моделирования кинетики активной зоны КЛТ-40С [18,19];

• разработка итерационной схемы объединения программ MRNK и теплогидравлической программы КЕДР-Д для учета обратных связей по теплофизическим свойствам материалов;

• программная реализация схемы в виде комплекса MRNK+КЕДР-Д и его оптимизация для проведения расчетов на суперкомпьютере НИЦ "Курчатовский институт";

• верификация созданного комплекса на основе расчета международного численного бенчмарка PWR MOX/UO2 [20,21], сопоставление с приведенными опорными данными.

Научная новизна результатов работы

• разработка алгоритмов вычисления обменных коэффициентов для запаздывающих нейтронов на основе метода Монте-Карло;

• совместная с авторами программы КИР разработка серии численных бенчмарк-тестов, имеющих характеристики, близкие к реакторам ВВЭР, и демонстрация эффективности программ для решения задач такого типа;

• разработаны модуль REC, программа MRNK и комплекс MRNK+КЕДР-Д, предназначенные для моделирования кинетики и динамики ядерных реакторов с использованием метода многозонной кинетики.

Практическая значимость

разработанное программное обеспечение (модуль REC, программа MRNK и комплекс MRNK+КЕДР-Д), предназначенное для моделирования кинетики и динамики ядерных реакторов, дает возможность предсказывать изменение пространственных характеристик, таких как мощность энерговыделения и поток нейтронов, и не имеет ограничений по сложности геометрии рассматриваемой системы;

показана практическая применимость этих программ для моделирования нестационарных процессов в полномасштабных гетерогенных активных зонах; совместно с авторами программы КИР были разработаны пространственно-временные численные бенчмарк-тесты, которые могут использоваться для верификации программ с любыми методами решения нестационарного уравнения переноса нейтронов.

Основные положения, выносимые на защиту

алгоритмы решения нестационарного уравнения переноса нейтронов на основе многозонной кинетики для задач кинетики ядерного реактора; разработанные программы REC и MRNK;

результаты верификации этих программ на основе тестовых задач; итерационная схема объединения программы MRNK и теплогидравлической программы КЕДР-Д, а также её реализация в виде комплекса MRNK+КЕДР-Д; результаты верификации созданного комплекса на примере численного бенчмарка PWR MOX/UO2. Личный вклад автора

получение уравнений для группового потока нейтронов на основе метода многозонной кинетики;

адаптация численной схемы для решения системы дифференциальных уравнений многозонной кинетики;

программная реализация решения уравнений многозонной кинетики с использованием метода Монте-Карло;

верификация алгоритмов расчета коэффициентов связи в стационарных задачах; при непосредственном участии автора были разработаны тесты ВВЭР-ВН, ВВЭР-ВВ и ВВЭР-КР;

• автором лично выполнена разработка всех представленных в работе моделей для расчета кинетики нейтронов, за исключением модели теста ВВЭР-ВН;

• автор лично выполнил все расчеты по разработанной программе MRNK, провел анализ результатов и их сопоставление с опорными данными;

• при непосредственном участии автора был разработан комплекса расчета динамики реакторов MRNK+КЕДР-Д;

• автор лично выполнил расчет численного бенчмарка PWR MOX/UO2 и провел анализ результатов.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Решение нестационарного уравнения переноса нейтронов на основе многозонного представления с использованием метода Монте-Карло.»

Апробация работы

Основные положения диссертации доложены на следующих российских и международных конференциях, школах и семинарах:

• межведомственный XXIII семинар "Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики с замкнутым топливным циклом (Нейтроника-2012)". 30 октябрь - 2 ноябрь 2012 г, г. Обнинск, ФГУП ГНЦ РФ - ФЭИ (1 доклад);

• международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики", НИКИЭТ-2012, 27-29 ноябрь 2012 г. (1 доклад);

• конференция молодых специалистов "ИННОВАЦИИ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ", НИКИЭТ, г Москва, 23-24 мая 2017 г. (1 доклад);

• научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» «НЕЙТРОНИКА-2017», АО ГНЦ РФ - ФЭИ, с 29 ноября по 1 декабря 2017 года (2 доклада).

Публикации

По теме диссертации опубликовано 3 статьи [14,17,19] в реферируемых научных журналах из перечня ВАК РФ (английский вариант статьи [14] опубликован в [15]). Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, обзора литературы, четырех глав и заключения. Работа содержит 116 страницы печатного текста, 49 рисунков и 21 таблицу. Библиография насчитывает 73 наименований.

Глава 1 Обзор литературы

1.1 Кинетика нейтронов в многозонном представлении 1.1.1 История развития и современное состояние

В основу метода многозонной кинетики положены идеи теории связанных реакторов, впервые сформулированной Эйвери Р. в 1959 г. [7] для системы из взаимодействующих реакторов. Термин "связанные реакторы", означает, что в каждом реакторе часть нейтронов испускается в результате актов деления, вызванных нейтронами, порождёнными в других реакторах. В этой работе было показано, что изменение мощности каждого из реакторов может быть описано на основе дифференциальных уравнений с использованием интегральных коэффициентов, которые характеризуют эти реакторы и связи между ними. Коэффициенты, описывающие связь между реакторами, здесь и далее в настоящей работе будут называться обменными коэффициентами. Эти коэффициенты делятся на два типа: коэффициенты связи и временные характеристики. Коэффициентом связи между реакторами I и у является вероятность нейтрона, рожденного в реакторе у, создать нейтрон следующего поколения в реакторе /. Временные характеристики описывают среднее время жизни нейтронов в этих процессах.

Формально эти уравнения могут быть использованы для моделирования кинетики, как в связках реакторов, так и в пространственных подобластях реактора.

Следует отметить, что уравнения Эйвери были получены на основе феноменологического подхода. К настоящему времени этот метод был модернизирован, получил теоретическое обоснование, и накопился опыт его применения. Исторически развитие метода можно разделить на несколько этапов.

Ранний этап. В ближайшие годы появились работы, в которых делалась попытка дать теоретическое обоснование. Наиболее интересной на тот период была работа М. Комата [22], в которой показана возможность получения уравнений Эйвери Р. на основе кинетической теории, с использованием метода функций Грина для парциальных потоков. Уравнения Эйвери получены в адиабатическом приближении. В работе А.

Беллени-Морранте для двух размножающих систем введены обменные члены и получена функция распределения запаздывания нейтронов взаимодействия [22].

Кроме этого метод применялся в НИЦ "Курчатовский институт" для решения задач динамики в связках космических ЯЭУ [22]. Однако со временем интерес к методу быстро угас, в связи с недостаточной на тот момент мощностью вычислительных ресурсов.

Теоретическое обоснование. Активное развитие метода возобновилось в 1990-е годы. Появились работы, как за рубежом, так и в России. Этому способствовало возросшие возможности вычислительной техники, а также ужесточение общемировых требований к безопасности после событий известной Чернобыльской аварии.

В зарубежных работах японских исследователей Kugo ^ [23] и Kobayashi ^ [2427] показана возможность использования методики Эйвери для определения коэффициента размножения нейтронов в больших реакторах с легководным или тяжеловодным теплоносителем, в которых применение стандартного метода Монте-Карло затруднено или требует высоких вычислительных затрат. В отечественной работе Олейника Д.С. [11] схожий подход применялся для определения подкритичности в слабосвязанных системах - хранилищ отработавшего топлива. Коэффициенты связи определялись на основе программы MCU-REA с использованием метода Монте-Карло.

Основная работа по теоретическому обоснованию метода была проделана коллективом из Физико-Энергетического Института (ФЭИ). В препринте 1989 г. [8] Пупко С.В. представил описание и вывод модели пространственной кинетики реакторов. Приведены уравнения многозонной кинетики в интегральной и дифференциальной форме. Для их вывода использовался метод функции Грина. Полученные уравнения в дифференциальной форме имеют вид, схожий с уравнениями Эйвери. Кроме этого, введены дополнительные уравнения, в которых отдельно учитывается перенос запаздывающих нейтронов и нейтронов внешнего источника. Показано, что уравнения Эйвери являются частным случаем этой модели при условии равенства спектра испускания мгновенных и запаздывающих нейтронов. В ближайшие годы был разработан алгоритм вычисления коэффициентов уравнений на основе метода Монте-Карло [28].

Следует отметить работы Абрамова Б.Д. [29,30], в которых был получен вывод уравнений многозонной кинетики для пространственных подобластей реактора с применением функции ценности нейтрона.

Современное состояние. Уравнения, полученные Пупко С.В., были развиты в работах Кухарчука О.Ф. и Гулевича А.В [9,10,28,31-34] для моделирования импульсных взаимодействующих реакторов. Разработан комплекс специализированных программ для ЭВМ - POKER, STIK, GRIF, AMCNP. Область его применения - исследование концепций импульсных реакторных систем, реакторно-лазерных установок и термоядерных реакторов с лазерным инициированием. Представлены результаты расчетов кинетики для систем, состоящих из импульсного реактора периодического действия и подкритической сборки.

В США опубликована работа [35] по внедрению методики Эйвери в программу SERPENT [36]. На основе метода Монте-Карло были вычислены коэффициенты связи и

U и 1 U U U

временные характеристики для двухслойной сферической активной зоны, окруженной графитовым отражателем. В центральной части активной зоны, сферы, преобладали быстрые нейтроны, а в окружающем сферическом слое тепловые. Результаты расчета сопоставлены с результатами программы ERANOS, использующей метод детерминистского класса. Получено хорошее совпадение.

В связи с недавней аварией на реакторе Фукусима в Японии появились работы [37-39], посвященные использованию этого метода для обоснования безопасности захоронения отработавшего топлива. Показана возможность применения уравнений многозонной кинетики в интегральном виде для исследования кинетики слабосвязанных систем.

1.1.2 Общая постановка и обозначения

Приведем общую постановку задачи и основные приближения, которые изложены в работе [8].

Рассмотрим пространственную область G, включающую активную зону, её окружающее пространство, внешние источники и т.д. Геометрически активная зона может иметь сколь угодно сложную конструкцию. Считается что распределение

рождающихся нейтронов изотропно. Запишем для этой области уравнение, описывающее поток нейтронов на базе функции Грина р :

ю Г

Ф(г,П,E,0 = | (г' | (П'|dE' | Ж' р(гПE',г' ^г,П,E,/)•

г 'еО |П '1=1 0 -ю

.. ю

д(г',П',Е',Г') + — |с1Е'' | СП" у(г',Е")• о/(г',Е",г)-Ф(г',П",Е",т)• (1.3)

0 П ''=1

ХР (Е')^(1 -р{г')ИГ'-г)+ 2 Хк (Е')•£(г')Лс (г')• е

^зап

с

,-Яс (г'>(Г'-г)

Здесь функция Грина р(г', П', Е', Г' ^ г, П, Е, Г) имеет смысл среднего ожидаемого потока в точке с фазовыми координатами (г, П, Е, Г) если в систему без нейтронов впустить нейтрон (без учета дальнейшего размножения) с фазовыми координатами (г', П', Е', Г'). Остальные обозначения общеприняты [40].

Обозначим подобласть F области G (рисунок 1.1), Б е О, как множество областей, в которых содержатся делящиеся нуклиды (например, топливные зоны твэлов). Для множества F справедливо соотношение:

\ф 0, г е Б

а/1г

(г, Е, Г )<

0, г <г Б

(1.4)

Рисунок 1.1 - Схема выделения подобластей

Множество областей, в которых расположены внешние источники, обозначим

О, О е О. Если область включает в себя Ы"а" источников, то: 0=0! и СЬ и... и 0Л.,,„„.

Каждый из источников может быть как точечным, так и пространственно-распределенным.

Введем разбиение области Б на №бл подобластей Р=Б1 и Р2 и • • • и . При этом

используется приближение, что в течение рассматриваемого динамического процесса в пределах каждой выделенной области для скоростей генерации нейтронов допустимо разделение пространственной и временной зависимостей:

|йЕ | йа у(г,Е)-а/ (г,Е,X)■ Ф(г,а,Е,X) = Wi (х)-у, (г), г е ^, Х=1,№бл (1.5)

0 |а|=1

Здесь V{ - среднее число нейтронов на акт деления в области /; (X) - скорость реакции деления в области /; у/1 - форм-функция скорости генерации нейтронов, нормированная на единицу:

да

| йг|йЕ | (г,а,Е) = | йг ^(г) = 1. (1.6)

геРг- 0 |а| =1 г еРг-

Введем приближение, что в пределах подобласти, занимаемой каждым источником, допускается разделение по переменным г и X для параметра Q (г, а, Е, X):

0(г, а, Е, X) = Qk (X(г, а, Е), г е 0к, кц = 1, Nист , (1.7)

у q

Здесь - форм-функция, нормированная на единицу:

| йЕ | (г,а,Е) = 1. (1.8)

ге0кд о |а| =1

1.1.3 Интегральные уравнения

Для приведения уравнения (1.2) к интегральному виду домножим его на v(r, Е)■£/(г, Е, X) и проинтегрируем его по всему угловому распределению а, по всей

энергетической области и по подобласти . Тогда, с учетом выражений (1.2-1.6), получим интегральные уравнения вида:

да

№бл г

Ъ (г )=Ц * ,

"(1 -р} (г' ^ж, (г •)+

+1 Рй • ^ (г' ^ г) • |л- • Л, • Ъ (г) • ^(Г "г)

й =1 0

Nист г

+ йг '•-• е., (г ')• ч (г' ^г)

у=1 0 ^

+

(1.9)

к, =1 0 '

где - доля запаздывающих нейтронов ё-го излучателя в у'-й подобласти, Р, -суммарная доля запаздывающих нейтронов в у'-й подобласти; - время распада группы излучателей ё в области Б,; N3"" - общее число излучателей в у'-й подобласти;

л

е (г) - интенсивность испускания нейтронов внешним источником ( ; С (г' ^ г) -

ядро перехода, представляющее собой число мгновенных нейтронов от деления в области I в момент времени / при условии, что мгновенный нейтрон, вызвавший деление, родился в области ' в момент времени г'; (г' ^ г) и (г' ^ г) -

аналогичные по смыслу функции для запаздывающих нейтронов излучателя группы ё и для внешнего источника.

Ядра перехода выражаются следующим образом:

С(г'^г) = |йЕ' | йп'|йЕ | йп | йг' | йг^(г,Е)-^(г,е,г)•

|п=1| 0 |п=1| г 'еЕу геЕ

-хр (Е(г') р(г',п',Е',г' ^ г,п,Е,г)

0 |п= 4л

(1.10)

(г' ^ г) = | йЕ' | йп' | йЕ | йп | йг' | йг ^(г, Е)-Х7 (г, Е,/)•

0 п=1 0 п=1 г 'еЕ геЕ

■ — •ха (Е(г') р(г',п',Е',г' ^ г,п,Е,г)

(1.11)

4л

д.к (г'^г) = |йЕ' | йп'|йЕ | йп | йг' | у(г,Е)-Еу(г,Е,г)•

9 0 |п=1| 0 |п=1 г е(±ка геЦ

• у9 (г', п', Е') • (р(г', п', Е', г' ^ г, п, Е, г)

(1.12)

Ядра перехода имеют ясный физический смысл и могут быть найдены на основе метода Монте-Карло [8,28]. После этого результаты расчета ядер перехода могут быть аппроксимированы экспоненциальным рядом [41]:

а[индекс]^ ' ^ t)- S m=1

- 1

К[индекс] (t ) ^индекс]^)

LW1 )

ЗДесь [инде-с] - означает тип яДер перехоДа; К[Синдекс}(t ') И Сде-с^t ) -

коэффициенты аппроксимации, N3Kcn - число экспонент.

Представление ядер в виде ряда экспонент позволяет свести интегральное уравнение (1.9) к системе дифференциальных уравнений [42], которая может быть решена на основе известных численных методов.

При N3Kcn = 1 , коэффициенты ряда имеют смысл, схожий с обменными коэффициентами, введенными Эйвери. Все результаты, представленные далее в данной работе, вычислены на основе такого представления.

Система дифференциальных уравнений многозонной кинетики будет представлена далее в главе 2.

1.2 Обзор современных программных средств

В настоящее время для решения нестационарного уравнения переноса применяются программы, использующие различные методы. Среди них следует выделить программы инженерного класса, использующие нодальные или диффузионные методы. Эти программы обладают простотой использования, большим опытом применения и высоким быстродействием. Сюда можно отнести зарубежную программу PARCS (США) [43] и российские: JAR-IQS [44], ГЕФЕСТ [45], БИПР-8КН [46], СТАРТ-UNK [47]. Для работы большинства этих программ требуется предварительный расчет библиотеки нейтронно-физических макроконстант на основе специализированных программ, обычно ячеечного класса.

Схожими принципами расчета обладает отечественная программа BARS (НИЦ Курчатовский институт), базирующаяся на теории Галанина-Фейнберга [48]. На границах ячеек предварительно рассчитываются специальные Л-матрицы, на основе которых формируется результирующее решение.

Кроме этого известны программы, использующие детерминистские методы, которые обладают высокой точностью, но требуют для работы значительные вычислительные ресурсы. Среди них известны программы LUCKY_TD [49] (Россия, НИЦ КИ), DORT_TD [50] и TORT_TD [51] (Германия), работающие на основе метода дискретных ординат.

Следует отметить метод поверхностных гармоник [52], разработанный в НИЦ "Курчатовский институт". Он был реализован в виде программы SUHAM-TD [53]. Метод занимает "промежуточное звено между детерминистскими и инженерными методами" [54].

В последнее время возрос интерес к прямому моделированию кинетики нейтронов методом Монте-Карло. Как правило, эти программы являются развитием стационарных версий программ. К ним относятся Dynamic Tripoli [1] (Нидерланды), TDMCC [2,3] (Россия), КИР [4,5] (Россия).

Заключение к главе 1

В результате обзора литературы по многозонной кинетики (теории связанных реакторов), можно сделать вывод, этот метод находит применение в расчетах связок реакторов или в моделировании динамики "больших" реакторов, в которых отдельные пространственные подобласти обладают слабыми степенью подкритичности и нейтронной связью с остальными подобластями. Однако до сих пор метод не применялся в расчетах аварийных ситуаций или других задач безопасности, в которых изменяются физические свойства активных зон.

В наиболее общем виде метод многозонной кинетики изложен в модели пространственной кинетики реактора, разработанной Пупко С.В. В ней отдельными уравнениями моделируется межобластные переносы мгновенных, запаздывающих нейтронов и нейтронов внешнего источника. Формально эта модель может быть применена к реакторам с геометрическим строением любого уровня сложности. Метод практически не обладает ограничениями точности, которая регулируется, в основном, степенью детализации разбиения топливных элементов системы на подобласти. Особенно хорошо методика адаптируется под программы, использующие метод Монте-Карло.

Ключевой особенностью метода является то, что коэффициенты уравнений многозонной кинетики определяются в результате моделирования полномасштабной геометрической модели реактора. Таким образом, достигается высокая достоверность описываемых процессов - корректно учитываются межобластные перетечки нейтронов.

Глава 2 Уравнения многозонной кинетики, метод их решения и комплекс

программ.

2.1 Интегральные уравнения для группового потока

Интегральные уравнения (1.9) описывают только изменение скорости реакции деления. При моделировании кинетики ядерных реакторов зачастую необходимы дополнительные данные - потоки нейтронов или скорости реакции в конкретных областях. Определение пространственно-временных характеристик потока требуется, например, в задачах расчета динамики систем, контролируемых ионизационными камерами или датчиками.

Интегральные уравнений для потока нейтронов выводятся схожим образом [12],

как и уравнения (1.7). Выделим Nф подобластей области G (рисунок 1.1), в которых предполагается вычисление потока нейтронов: ¥2,...,¥дгф. Введем разбиение

энергетической области Е на NГр интервалов: Е ^[Eg, Е§+1), g = 1, NГр, Е

^Гр +1

: да.

Интегральный поток нейтронов по области ¥ ^ (кф = 1, Nф) и энергетической группе g в момент времени X определяется следующим образом:

Eg+1

Ф8кф (/)= | dr | dE | dП • Ф(г, П, Е, ^

(2.1)

г£^кф Е8

П =1

Проинтегрируем уравнение (1) по энергетическому интервалу g, по всему угловому распределению П и по области ¥^ и, применив многозонное приближение

(1.5), получим интегральное уравнение вида:

>Ккф, ('' ^ ') Ъ ('•) +

Nзап '' , ( , ч

ЬЪ-гфкф * (' И Л-Я, • Ъ (О- ' "

Nобл '

Фкф( t )=Ц ^' •

V

• \/. •

}=1 о

^ст '

+

а=1

+

(2.2)

+

Ь \а'' Qkq('')• чфкфкч(''^')

=1 -да

Здесь:

Ег+1

£ +1 1

(/'-/)= I ¿г'I¿Е• \ ^' \ ¿г | ¿Е | (Е')(г')•

г'«*, 0 |а=1| геТкф Е§ |П=1| (24)

•ф', ПЕ', /' — г, П, Е, /)

Е£+1

£ +1 ..

гФкф]а (^' - t )= | ¿V ¿Е' | ¿П' | ¿г | ¿Е | ¿П — ^ (Е') •у, (г ')•

0 |П=1| геТкф Е§ |П=1|

■р(г', П', Е', t' — г, П, Е, t)

ГО Е£ + 1

(t'- t)= I ¿V'I¿Е' I ¿П' I ¿г I ¿Е I ¿П^(г',П',Е')•

г'е(^ 0 |П=1| геТкф Е£ |П=1| 4

(2.5)

(2.6)

•^(г',П',Е',t' — г,П,Е,t)

где Р,а - доля запаздывающих нейтронов для группы излучателей ё в области Бу в -

суммарная доля запаздывающих нейтронов в области Бу Л,л - время распада группы

излучателей ё в области Бу.

Ядро перехода (9) определяет интегральной поток нейтронов группы g в области ¥ £ в момент времени создаваемый, мгновенным нейтроном, родившимся в области

Бу, в момент времени При этом история нейтрона рассматривается от его рождения до его поглощения или вылета из области О. Ядра перехода (10-11) - аналогичные функции для запаздывающих нейтронов и нейтронов источника.

2.2 Система дифференциальных уравнений нейтронной кинетики

По аналогии с [8] сделаем приближение, что ядра перехода (1.8-1.10) и (2.4-2.6) представимы в виде экспоненциальной функции, зависящей только от разности аргументов / - [5]:

аЛ, ■ -,)=л •; . _ (^<)=ьт.; Ф)(м').

t )= >Щ. ¡Ф^; а% " (,- , ) = К") • е- ); ' ( ' \ (t') ' ^" ( ' Ц£кф" ^) '

^ с-1 )=К"} •""1;

Ы" (t)

<ф (' ) ¿в*^(/) ( ) qgкфкq(' ^0 = --ТА"

Lgкфкq (')

^gkфkq

Введем следующие переменные:

(' (1 -р, )• • Ъ ( '■)• е ^":

0 ^ ЬУ (' )

г - '/а ■('-'')

(') = / аГ'Ра ('•)■ е ;

о

/ч К V, К,а ('' ) , .

(' ) = /а'-• (' > е ;

Кк, ('')..........1

о V

(' И л' V Км •(' ')•

0 П Чка (' )

' К ('' ) --' ('-'')

ф *кф, ('И«* V (1 -р, )•^ ('Г е ^ :

0 ЬЕкф, ( ' )

Kgкфjd (' ) . / ,ч ^кф/а/ ) ( ).

ф „ (') = / V'К/) • ')• е

0 Lgkфjd (' )

' К ('' ) --1 < <(')

ф**('Н^^^• а,С')• е ^{',) .

о Lgkфkq (' )

Представление ядер в виде экспоненты, с использованием новых переменных, позволяет свести интегральные уравнения (1.7) и (2.2) к системе дифференциальных уравнений [42]. Система уравнений многозонной кинетики в совокупности с уравнениями для группового потока представлена в таблице 2.1. Уравнения записаны с учетом спектра рождения запаздывающих нейтронов для произвольного числа групп ядер-предшественников.

Таблица 2.1 - Уравнения многозонной кинетики

Группы уравнений ) Описание дифференцируемых переменных №

ЛЖц (г) (г) / \ у, ка (г) аг Ь, (г) ( Я) У Ь, (г) у () (г) - доля мощности переносимая мгновенными нейтронами в область Бг-, при условии, что они родились в области Б,-,. (2.7)

а— (г) , (г) у, К,* (г) аг Ц* (г) у Ь* (г) - () У,а (г) - доля мощности, переносимая запаздывающими нейтронами в область Бг-, при условии, что они родились в области Б- от предшественников группы ё. (2.8)

()=- VС* (* -(*) С,а (*) - переменная-аналог концентрации предшественников запаздывающих нейтронов группы ё в области Б,. (2.9)

(г) Qikq (г) 1 к^ (г) *г Ч (г)'У Ч (г) ^ () & (г) - доля мощности, переносимая нейтронами от внешнего источника О^ в кq область Бг-. (2.10)

фф,(0 (1 )• Кякф, «• ^ (г) *г (г) - ( Цкф, (г) ,() фФф, (*) - доля потока нейтронов группы g в области ¥кф, которая формируется мгновенными нейтронами, родившимися в области Б,-. (2.11)

афякф,а (*) Фякф,а (Кякф,* () , ,Л ж ~ Ь (г) - Ь (г) (г) аг Ьякф,ж(г) Ьякф,ж(г) Фякф ,а (*) - доля потока нейтронов группы g в области ¥к , которая формируется запаздывающими нейтронами, родившимися в области Б- от предшественников группы ё (2.12)

*фкфкч (*) Фкфкч (*) | Кффкч (*) аг Ьякфк, (г) ' Цкфк, (г) ^ ( ) Фякфкч (*) - доля потока нейтронов группы g в области ¥кф, которая формируется нейтронами, родившимися от внешнего источника О kq (2.13)

*) индексы переменных и обменных коэффициентов, имеют следующие области значений: 1 ,, _ 1, ыобл; а _ 1, Ызап; к9 _ 1, Ыист; кф _ 1, ; я _ 1, ЫГр .

В состав уравнений входят следующие обменные коэффициенты:

• К у (*) - коэффициенты связи, определяющие среднее число вторичных

нейтронов деления в области Fг■ от первичного мгновенного нейтрона, который родился в области F/■; Куа (*) и К1к (*) - аналогичные коэффициенты для запаздывающего

нейтрона, родившегося в области F/■ от предшественника группы ^ и нейтрона от внешнего источника ^ ;

• К^у (X), - коэффициенты связи, определяющие средний интегральный поток

нейтронов группы g в области ¥ кф, создаваемый мгновенным нейтроном, родившимся

в области F/■; Кффуа (X), Кффк (/) - аналогичные коэффициенты для запаздывающего

нейтрона предшественника группы родившегося в области F/■, и нейтрона от внешнего источника Qk ;

• Ц(*), (*), Цкч (*), ьфф] (*), ьфф]а ) и ьффкч ) - временные

характеристики, определяющие средние времена соответствующих процессов;

Полная мощность Щ (*) в области определяется через суммирование переменных групп уравнений (2.7),(2.8) и (2.10):

N обл

Щ (* )=1

У=1

N 3

щ (* )+1 у (*)

N

+ 1 (*). (2.14)

кд =1

а=1

Поток нейтронов Ф^кф (*) группы g в области ¥ к определяется через суммирование переменных групп уравнений (2.11-2.13):

д^ист

N обл

Фкф ( * ) = I

У=1

ФкфУ(*)+! Фкфуа(*) а=1

+ 1 Фкфк, (*) . (2.15)

кч =1

2.3 Начальные условия

Очевидно, что для решения дифференциальной системы уравнений (2.7-2.13) необходимо доопределить начальные условия. Обычно в практике расчетов кинетики реакторов используются следующие типы условий: подкритическое состояние без внешних источников, подкритическое состояние с внешними источниками и критическое состояние.

Подкритическое состояние без внешнего источника. В таком состоянии в размножающей области отсутствуют энерговыделение и "подпитка" нейтронами от внешнего источника. Поэтому все дифференцируемые переменные системы (2.7-2.13) имеют нулевые значения. Таким образом, изменение значений переменных может быть достигнуто только за счет введения внешнего источника.

Подкритическое состояние с внешним источником. В таком состоянии в размножающей области присутствуют нейтроны деления за счет нейтронов от внешнего источника. Занулив все производные по времени, выразим переменные уравнений (2.72.10) и подставим в выражение (2.14):

N

обл

V,

ж = !-2-

у=1 V

N 3

I1 -Р )■ К +

а=1

^ст к

■ж

к„ =1 V

Это выражение можно представить в виде матрично-векторного выражения, выразив скорость реакции деления в выделенных областях через интенсивности внешних источников:

Ж

ж л

V Nобл У

= (е - Мр) 1

М1

01

V бдт ист у

где М! и Мр - матрицы, описывающие перенос нейтронов между подобластями, размерами

N °бл^ 0бл и N0бл xNис1 п, соответственно. Коэффициенты этих матриц определяются через коэффициенты уравнений (2.7-2.10) следующим образом:

Мр =

V,-

V

N 3

I1 -Р )■ К +1 Ра-к

а =1

чуа

, К У = 1, N

обл

Мр =

К

!к„

V

I = 1, №бл, ка = 1, N Ч

Аналогично, используя уравнения (2.11-2.13) и (2.15), выразим поток группы g в подобластях через интенсивности внешних источников:

фё1

V ФgN

ф!

(е - Мр) 1

Мр + фр

01

V QN ист у

(2.16)

где Ф* и ф£ - матрицы, описывающие связь потока нейтронов группы g со скоростью

реакции деления, размером N ф х^0бл и Nф xNмс* п, соответственно. Коэффициенты этих матриц определяются следующим образом:

Ф* =

я

V,-

N 3

(! ~Ру)' К*Ф У +

а=1

, кф= 1, Nф, у = 1, Nобл

Ф

£

\Кякфкч }' кФ

1, Nф, ка = 1, N11

Таким образом, скорости реакции деления Щ и групповые потоки Фякф подобластей

однозначно определяются через значения интенсивностей внешних источников на основе коэффициентов связи. Определив эти величины, далее легко вычислить начальные значения переменных уравнений (2.7-2.13).

Критическое состояние. Предположим, что расчетная область достаточно долго, до изменения своего состояния в момент времени ¿о=0, находилась в стационарном критическом состоянии. Внешний источник отсутствует. Тогда условие критичности имеет следующий вид:

М *

Щ

Щ г, V Nобл У

Щ

Щ г, V Nобл У

(2.17)

Матрица М неотрицательная, поскольку её элементы либо положительны, либо равны нулю. Поэтому, согласно теореме Перрона [55], она имеет главное максимальное и неотрицательное собственное значение, которому отвечает собственный вектор с неотрицательными элементами. Условие (2.17) определяет собственное значение матрицы равное 1. Кроме этого, собственное значение является эффективным коэффициентом размножения Кэф для расчетной области, а собственный вектор -стационарное распределение скорости деления по подобластям.

Если главное собственное значение матрицы М * близко, но не равно единице, то условие критичности можно получить, разделив все коэффициенты матрицы на это собственное значение. Очевидно, что такое приближение эквивалентно делению v(r, Е)■ X/ (г, Е, г) на Кэф.

Для вычисления Кэф и соответствующего распределения скорости деления в подобластях Ж может быть использован метод прямых итераций [56].

2.4 Уравнения Эйвери и приближение точечной кинетики

Для приведения системы (2.7-2.9) к уравнениям Эйвери [8] вводится приближение, что распределение ау (х' ^ х) ядер перехода для мгновенных нейтронов

совпадает с распределением (х' ^ х) ядер перехода для запаздывающих нейтронов всех предшественников:

К

а

('') / У)('')

(>' ^х) —у (х' ^ >) = ТЪ)^е • <218>

Кроме того, расчетная область рассматривается без внешних источников. Тогда уравнения (29) и (30) можно объединить и записать уравнения многозонной кинетики следующим образом:

ажу (х) ж у (х) _ Vj Ку (х)

-— —--1-----

ах Ьу (х) V Ц (х)

(1 -Ру)■ Ж (хМ Суа(х)

а—1

(2.19)

^^ — - у ■ Суа (х) + Ра ■ у ■ Ж (х). (2.20)

^зап

Здесь Ж у (х) — Ж у (х)+^ У (х); К у (х) и Ьу (х) - обменные коэффициенты,

а—1

определения которых совпадают с определениями, данными Р. Эйвери. Коэффициент связи К у (х) определяется как среднее число вторичных нейтронов деления в /-й

подобласти при условии, что первичный нейтрон родился в у-й подобласти, при этом Ки (х) служит собственно коэффициентом размножения в /-й подобласти. Величина

Ц (х) определяется как среднее время жизни мгновенных нейтронов для процесса их

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Иоаннисиан Михаил Викторович, 2018 год

Список литературы

1. Sjenitzer B.L. The Dynamic Monte Carlo Method for Transient Analysis of Nuclear Reactors. TUDelf, Netherlands, 2013. - 178 p.

2. Zhitnik A.K., Ivanov N.V., Marshalkin V.E., Ognev S.P., Pevnitsky A.V., Povyshev V.M., Ponomarev I.E., Roslov V.I., Semenova T.I., Tarasov V.A., Fomin V.P., Taivo T.A. and Yang W.S. Code TDMCC for Monte Carlo Computations of Spatial Reactor Core Kinetics. The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing World. Chattanooga, Tennessee, USA, April 17-21, 2005.

3. Житник А.К., Иванов Н.В., Маршалкин В.Е., Огнев С.П., Повышев В.М., Рослов В.И., Семёнова Т.В., Тарасов В.А. Программа TDMCC для расчётов пространственной нейтронной динамики активных зон АЭС методом Монте-Карло. Всероссийский семинар «НЕЙТРОНИКА-2009». 1-5 ноября 2009 г., Обнинск.

4. Гомин Е.А., Давиденко В.Д., Зинченко А.С., Харченко И.К. Моделирование кинетики ядерного реактора методом Монте-Карло // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 2016, вып. 5, стр. 4-16.

5. Зинченко А.С. Разработка алгоритмов и программного обеспечения для расчета кинетики ядерных реакторов методом Монте-Карло: Диссертация кандидата технических наук: 05.13.18 / Зинченко Александр Сергеевич. - М., 2017. - 93 с.

6. Bart L. Sjenitzer, J. Eduard Hoogenboom, Javier Jimenez Escalante, Victor Sanchez Espinoza. Coupling of dynamic Monte Carlo with thermal-hydraulic feedback // Annals of Nuclear Energy, 76, 2015, pp. 27-39.

7. Эйвери Р. Теория связанных реакторов. В кн.: II Межд. конф. по мирному использованию атомной энергии. Избр. докл. иностр. учёных, т. 2. Женева, 1958.

8. Пупко С.В. Модель пространственной кинетики реактора. Ч. 1. Теория. Препринт ФЭИ-2054, 1989.

9. Гулевич А.В., Дьяченко П.П., Зродников А.В., Кухарчук О.Ф. Связанные реакторные системы импульсного действия. М.: Энергоатомиздат, 2003.

10. Гулевич А.В., Кухарчук О.Ф. Численные методы анализа динамических характеристик связанных реакторных систем. Учеб. пособие. М-во образования и науки РФ, Обнинск, 2010.

11. Олейник Д.С. Расчёт слабосвязанных систем методом Монте-Карло // Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 4, с.256-264.

12. Иоаннисиан М.В. Определение потока нейтронов на основе метода многоточечной кинетики// ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2018. (в печати).

13. Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ № 2011619384 «MCU-TR с банком данных MDBTR50». Правообладатель НИЦ «Курчатовский институт».

14. Иоаннисиан М.В. Расчёт коэффициентов связи для уравнений многоточечной кинетики // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2012, вып. 1. Стр 27-33.

15. Ioannisian M. V. Calculation of Coupling Coefficients for Equations of Multipoint Kinetics // Physics of Atomic Nuclei, 2013, Vol. 76, No. 13, pp. 1572-1577.

16. Гольцев А.О., Гомин Е.А., Давиденко В.Д., Зинченко А.С., Иоаннисиан М.В., Ковалишин А.А. Тестовая задача ВВЭР-ВН для верификации нестационарных программных комплексов // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2018. (в печати).

17. Давиденко В.Д., Иоаннисиан М.В. Тестовые задачи для верификации нестационарных программных комплексов // ВАНТ. Серия: ЯДЕРНО-РЕАКТОРНЫЕ КОНСТАНТЫ, вып. 1, 2018, стр. 137-149.

18. М.В. Иоаннисиан, Е.А. Гомин, В.Д. Давиденко. Моделирование нейтронной кинетики активной зоны реактора КЛТ-40С с применением метода Монте-Карло // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2018. (в печати).

19. Иоаннисиан М.В., Давиденко В.Д. Расчетное моделирование кинетических процессов с использованием метода Монте-Карло // ВАНТ. Сер. ЯДЕРНО-РЕАКТОРНЫЕ КОНСТАНТЫ, вып. 1, 2018, стр. 47-56.

20. Иоаннисиан М.В., Закиров CM. Верификационные расчеты тестовой задачи и бенчмарка PWR MOX/UO2 с использованием метода многоточечной кинетики. Сборник трудов конференции молодых специалистов "ИННОВАЦИИ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ", г. Москва, 23-24 мая 2017 г.

21. Kozlowski T., Downar T. J. The PWR MOX/UO2 Core Transient Benchmark, Final Report // NEA/NSC/DOC(2006), 20

22. Быков В.П., Шаталов Г.Е. Взаимодействие связанных реакторов (обзор). Отчёт ИАЭ им. И.В. Курчатова инв. № 36/307, 1970.

23. Kugo T. Applicability of Avery's Coupled Reactor Theory to Estimate Subcriticality of Test Region in Two Region System // J. Nucl. Sci. Technol., 29[6], p. 513, 1992.

24. Kobayashi, K. Rigorous derivation of static and kinetic nodal equations for coupled reactors using transport equation // J. Nucl. Sci. Technol., 28, p. 389, 1991.

25. Kobayashi, K. Rigorous derivation of multi-point reactor kinetics equations with explicit dependence on perturbation // J. Nucl. Sci. Technol., 29, p. 110, 1992.

26. Kobayashi, K. Calculation of Coupling Coefficients of Coupled Reactors Theory Using the Generalized Perturbation Theory // J. Nucl. Sci. Technol., 34:11, p. 1047, 1997.

27. Kobayashi, K. Numerical Validation of the Theory of Coupled Reactors for the Heavy Water Critical Assembly DCA // J. Nucl. Sci. Technol., 36:3, p. 265, 1999.

28. Кухарчук О.Ф., Гулевич А.В., Зродников А.В. Комплекс программ POKER для моделирования нестационарных процессов в системах связанных реакторов. Препринт, ФЭИ-2065. Обнинск, 1990.

29. Абрамов Б.Д. Некоторые вопросы математического моделирования реакторов. Препринт ФЭИ-2778. Обнинск, 2000.

30. Абрамов Б.Д. Некоторые модификации теории связанных реакторов // Атомная энергия, 2001, т. 90, вып. 5, с. 337.

31. Гулевич А.В., Дьяченко П.П., Кухарчук О.Ф., Лихачев Ю.И., Разумовский Д.В., Рогов Д.А., Кравченко Е.Н., Фокина О.Г. Расчетные исследования динамических характеристик активной зоны импульсно-периодического реактора в системе с каскадным умножением нейтронов // Атомная энергия, т. 97, вып. 4, октябрь 2004

32. Гулевич А.В., Кухарчук О.Ф. Методы расчета связанных реакторных систем // Атомная энергия, т. 97, вып. 6, декабрь 2004.

33. Кухарчук О.Ф. Основы комплексного анализа проблем динамики связанных реакторных систем: Диссертация доктора физико-математических наук : 05.13.18 / Кухарчук Олег Филаретович. Обнинск, 2005. - 312 с.

34. Гулевич А.В., Кухарчук О.Ф. Импульсные реакторы и связанные реакторно-лазерные системы. Учеб. Пособие, Обнинск, 2007.

35. Aufiero M., Palmiotti G., Salvatores M., Sen S. Coupled reactors analysis: New needs and advances using Monte Carlo methodology // Annals of Nuclear Energy, 98, p. 218, 2016.

36. Leppanen J. The SERPENT Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013 // Ann. Nucl. Energy, 82, p. 142, 2015.

37. Obara T., Tuya D., Takezawa H. Fission Probability Density Functions for Kinetic Analysis in Weakly Coupled Fuel Debris // Transactions of the American Nuclear Society, Vol. 113, Washington, D.C., November 8-12, p. 1150, 2015.

38. Tuya D., Obara T. Kinetic Analysis of Weakly Coupled Fuel Debris by Integral Kinetic Model // Transactions of the American Nuclear Society, Vol. 113, Washington, D.C., November 8-12, p. 1158, 2015.

39. Tuya D., Obara T. Supercritical transient analysis in coupled fuel debris systems of symmetric and asymmetric geometry using integral kinetic model // Annals of Nuclear Energy, 109, p. 113, 2017.

40. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. М.: Атомидат, 1974.

41. Дубовская В.А. Об одном методе аппроксимации экспериментальных данных. Препринт, ФЭИ-2028, Обнинск, 1989.

42. Петровский И.Г. Лекции по теории интегральных уравнений. М.: изд. МГУ 1984.

43. Downar T., Lee D., Seker V. PARCS v3.0, U.S. NRC Core Neutronics Simulator. User manual. 2010. https://www.nrc.gov/docs/ML1016/ML101610098.pdf

44. Фомиченко П.А. Решение задач пространственной нейтронной кинетики методами улучшенной квазистатики в программе JAR-IQS. Препринт ИАЭ-5880/5, М., 1995.

45. Селезнёв Е.Ф., Белов А.А. Расчётное сопровождение эксплуатации БН-600 // Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, с. 256-259.

46. Лизоркин М.П. Двухгрупповое редкосеточное нодальное уравнение баланса нейтронов программы БИПР-8 // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 1, с. 8-14.

47. Гольцев А.О. CTAPT4 - программа комплексного расчета ядерного реактора произвольного состава в R-Z геометрии // В сб.: Интегрированные математические модели и программы, с.321-325, М., МИФИ, 1998.

48. Akimushkin S., Avvakumov A., Malofeev V. Validation of a Pin-by-pin Heterogeneous Method Against LWR MOX Benchmarks. Proc. of the International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology: Reactor Physics, Safety and High-performance Computing (PHYSOR 2002), Korea, October 2002.

49. Моряков А.В. Программа LUCKY TD для решения нестационарного уравнения переноса с использованием параллельных вычислений // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2015, вып. 2, с. 15-19.

50. Pautz A., Birkhofer A. DORT-TD: A Transient Neutron Transport Code with Fully Implicit Time Integration // Nuclear Science and Engineering, Vol. 145, p. 299, 2003.

51. Saubert A., Sureda A., Bader J. et. al. The 3-D time-dependent transport code TORT-TD and its coupling with the 3D thermal-hydraulic code ATTICA3D for HTGR applications // Nuclear Engineering and Design, Vol. 251, pp. 173-180, 2012.

52. Laletin N.I. Basic Principles for Developing of Equations for Heterogeneous Reactors - A Modification of the Homogenization Method // Nucl. Sci. Eng., 1983, 85, p. 133-138.

53. Boyarinov V.F. Kondrushin A.E., Fomichenko P.A. Two Dimensional Equations of the Surface Harmonics Method for Solving Problems of Spatial Neutron Kinetics in Square Lattice Reactors // Physics of Atomic Nuclei, Vol. 77, No. 13, pp. 1572-1582, 2014.

54. Кондрушин А.Е. Развитие метода поверхностных гармоник для решения задач нейтронной пространственной кинетики в ядерных реакторах: Диссертация кандидата физико-математических наук: 05.13.18 / Кондрушин Антон Евгеньевич. М., 2014. - 171 c.

55. Шафаревич И. Р., Ремизов А. О. Линейная алгебра и геометрия. М.: ФИЗМАТЛИТ, 2009. 512 с.

56. Колобов А.Г., Молчанова Л.А. Численные методы линейной алгебры. Учебно-методическое пособие. Владивосток: Изд-во Дальневост. ун-та, 2008. 36 с.

57. Горелик А.М. Программирование на современном Фортране. М.: Финансы и статистика, 2006, - 352 с.

58. Алексеев Н.И., Большагин С.Н., Гомин Е.А., Городков С.С., Гуревич М.И., Калугин М.А., Кулаков А.С., Марин С.В., Новосельцев А.П., Олейник Д.С., Пряничников А.В., Сухино-Хоменко Е.А., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С. Статус MCU-5. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, Вып. 4, 2011.

59. Гуревич М.И., Шкаровский Д.А. Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU. Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 154 с.

60. Камаев А.В., Дубовский Б.Г., Вавилов В.В., Попов Г.Г., Паламарчук Ю.Д., Иванов С.И. Экспериментальное изучение эффектов взаимодействия двух реакторов. В кн.: Исследование критических параметров реакторных систем. М.: Госатомиздат, 1960.

61. Деев В.И., Щукин Н.В., Черезов А.Л. Основы расчета судовых ЯЭУ. М.: НИЯУ МИФИ, 2012, - 256 с.

62. Котельникова Г.В., Кузьминов Б.Д., Ловчикова Г.Н. Энергетический спектр

252

нейтронов спонтанного деления Cf252 ' в области энергий от 0,5 до 7 МэВ. Препринт -ФЭИ-575.- Обнинск, 1975.

63. Хайрер Э., Ваннер Г. Решение обыкновенных дифференциальных уравнений. Жесткие и дифференциально-алгебраические задачи. Пер. с англ.. М.: Мир, 1999. -685 с.

64. Новиков Е.А., Ващенко Г.В. L-устойчивый метод третьего порядка численного интегрирования жестких задач // Фундаментальные исследования. 2014 г. № 9-4. С. 734-740.

65. Новиков Е.А., Шорников Ю.В. Компьютерное моделирование жестких гибридных систем. Монография, Новосибирск :Изд-во НГТУ, 2012. 451 с.

66. Press W.H., Teukolsky S.A., Vetterling W.T., Flannery B.P. Numerical Recipes: The Art of Scientific Computing. Cambridge University Press, 2007.

67. Haofeng Li, Wenzhen Chen, Lei Luo, Qian Zhu. A new integral method for solving the point reactor neutron kinetics equations // Annals of Nuclear Energy, 36, 2009, pp. 427432.

68. Yeh, K. Polynomial approach to reactor kinetics equations // Nucl. Sci. Eng. 66, 1978, pp. 235-242.

69. Argonne Code Center: Benchmark Problem Book. ANL-7416, 1968, last rev. Dec. 1985.

70. Hageman L.A., Yasinsky J.B. Comparison of Alternating-Direction Time-Differencing Methods with Other Implicit Methods for the Solution of the Neutron Group-Diffusion Equations // Nuclear Science and Engineering, Vol. 38, pp. 8 - 33, 1969.

71. Закиров С.Ю. Расчет теплогидравлических параметров активной зоны, составленной из бесчехловых ТВС // Атомная энергия, т. 107, выпуск 6, 2009, стр.312.

72. PBMR coupled neutronics/thermal-hydraulics transient benchmark the PBMR-400 core design, NEA/NSC/DOC(2013)10.

73. Gougar H. et al. Prismatic Coupled Neutronics/Thermal Fluids Transient Benchmark of MHTGR-350 MW Core Design - Benchmark Definition, Revision 0.a, INL, 2010.

110

Приложение А

Коэффициенты для СЛАУ (28) и соотношений (29) (здесь Т" = Г) :

Щ =

-а • Ип

1 +

а • к"

(1 -ь)

V

■ Кп

з у

-(ТП). -(а• к")2 V К*(ТП) 3

V ц

ь

, (Тп)

Т) ■

пп _

=

1 + а • к" V / (Тп) 1 + а • И1-/

3 (Т" )

К

а'И" V- .(1 -Ь )•

(Т" )

л"

ьк.з (Т" )

1 + -

а •И"

Я"

-а-к"

К.

• V,-

%кф]й (т" ) а-к" -Р-а ■ —

'Фф- (т" )

1 + -

ь

(Т )

ь

а •к" 4 .,(Т") 1 + а^к"-!

3

1" = 7з

а •к"

(

1 +

а •к"

у\ / ат

ц

з (Т" )

^ист

^ б/Л'")

к,'=1

ат

К з (Т) Ьз (Т)

Г ]

Ьз (Т)

V У V 'У т =Т" \

(1 -Рз)

V,-

У Т=Т"

V

Е ('")+Е 3('")

3'=1^ а=1

7" = .

1 за =

а •к"

ак"

з (Т" )

1 +

(1" )• ^

3 (Т)

У т=Т"

уз. А

V ат

К/а (Т)' Ьа (Т)

Ча ('")

у Т=т"

7" = 71к =

ак

1 + -

а •к"

Ь

к

(Т")

(<•)

а

(

, \ / а т

1

\

Ьк (Т)

V гкд V 'У Т =Тп

('")

А а т

(

Кк, (Т) V Цк(Т)У Т=

+

а0к, (Т)

аТ

.Мш)

Т=Т" Ьк( (),

7"

7Фф з

а •к"

1 + -

а •к"

gkФ 3

Ф- / (*" ) —

а т

•ФфЗ (т" )

ь

V

Ькф 3- (Т )

■(1 -Рз)

У т=т"

V/--

3 ат

К#ф3 (Т)'

ЦкфЗ (Т)

У т=Т"

т Ызап \ Мист

Е )+Е 3('") + Е ОзкЛ'")

3'=1^ а=1 ^ к,'=1

а

1

V

а

7"

gkç, jd

a ■ h"

l +

a ■ h

Ф

gkф jd

д T

l

V Lgk^>jd (t ) ) T=T

Lgk^jd (t" )

-V

д T

Kgkфjd (T) V Lg^jd (t ) ) T=T.

■ Ad ('" )

7"

g^ kq

a ■ h"

a ■ h" [T" )

l +

Ф

#фkq\ / дт

l

V Lg4kq (T)jt= T„

Qq 7 )

дТ

f iTl ^

V Lg4kq q) JT=T"

~'gkфkq

Q (T)

дТ

KkîkiÎTT"!

T-T" Lgkфkq (тП )

ví Kijd

\T" )

x

A" -

a ■ h"

h [t" )

A" — A—

V +n h" ' j J "jd

Xjfd + a ■ h-----,—r- ■ -,-r-

j Vi Ljd (T" ) (l + a ■ h" ■Äjd )

X

l+

l+-

L

a ■ h"

ijd i7" )

. A" —

. Aik —

ik„

« a ■ h"

l+-7—\

4 iT" )

K

," (T ) xgk*jd + a ■h V

X

jd

j

A"

Agkфj

x

l +

g^j .д"

a ■ h" ' g4Jd

L^jd (T" ) Í1 + a ■h" ■Äjd )

Lg^j (T" )

l + -

a^h"

L,

'gkфjd

iT" )

A"

gkфkq

Xg^kq

l +

a^h"

Lgkф kq 7 )

д

x

j

112

Приложение Б

Описание модели активной зоны КЛТ-40С

Активная зона состоит из 121 ТВС, расположенных по шестигранной решетке с шагом 9.8 см. ТВС и межканальное пространство омываются легководным теплоносителем. Условно ТВС подразделяются на три типа (рисунок А.1): ТВС центрального и основного массива со стержнями регулирования, а также ТВС под АЗ, с гильзой под стержень аварийной защиты. Основные характеристики активной зоны приведены в таблице А.1.

Тип ТВС:

Центральный массив

Рисунок А.1 - Схема модели активной зоны КЛТ-40С

Таблица А.1 - Основные характеристики модели активной зоны КЛТ-40С

Наименование характеристики Значение

Число ТВС АЗ 121

Температура воды на выходе из реактора 316 °С

Температура воды на входе в реактор 294.7 °С

Давление воды в активной зоне 12.7 МПа

Загрузка урана-235 179.2 кг

Загрузка урана-238 1093.6 кг

Регулирующие стержни в активной зоне объединены в пять групп (рисунок А.1): группа ГР-0, охватывающая все ТВС центрального массива и состоящая из 19x7 стержней; четыре периферийных группы ГР-1, ГР-2, ГР-3, ГР-4 (охватывающие все ТВС основного массива), каждая из которых состоит из 23x7 стержней.

На расстоянии 69.58 см от центра активной зоны в водяной экран помещены цилиндрические стальные трубы, имитирующие четыре ионизационные камеры (ИК-1, ИК-2, ИК-3, ИК-4). Камеры-трубы выполнены на всю высоту топливной части активной зоны, имеют внешний диаметр 5 см., толщину оболочки 0.1 см. и заполнены воздухом. В исходных данных модели оболочка трубы выделялась как область для регистрации потока нейтронов.

Ви с» и и

верхней и нижней областях модели за пределами топливной части активной зоны расположены торцевые отражатели, представленные железноводной гомогенной смесью, толщиной по 20 см. каждый. Активная зона помещена в стальную корзину,

и и 1 Л 1 Л Л П и "

внешний диаметр которой составляет 131.32 см. За корзиной расположен водяной экран.

Схема расстановки внутренних элементов в ТВС трех типов показана на рисунке А.2. В гильзе ТВС центрального и основного массива перемещается пучок из семи поглощающих борных стержней. Перемещение стержней аварийной защиты в ТВС под АЗ не рассматривается - пространство внутри гильзы заполнено воздухом. Внутри ТВС каждого типа расположено 72 твэл и 9 выгорающих поглотителей (СВП-1 и СВП-2). Твэлы и СВП имеют цилиндрический сердечник и покрыты оболочкой. Используются

235

как "легкие" твэлы с обогащением 13% по и, так и "тяжелые" твэлы, с увеличенным

235

обогащением 15% по и. Для определения пространственного энерговыделения в модели активной зоны введено разбиение топливной части каждого твэла на 20 равнообъемных зон по высоте.

Рисунок А.2 - внутренние элементы ТВС 1-3 типов. На рисунке обозначено: 1 - "легкий" твэл, 2 - "тяжелый" твэл, 3 - СВП 1 типа, 4 -СВП 2 типа, 5 - циркониевый вытеснитель, 6 - компенсирующие стержни, 7 - канал

для аварийной защиты

Геометрические характеристики элементов активной зоны приведены в таблице А.2, а материальный состав элементов активной зоны приведен в таблице А.3.

Таблица А.2 - Геометрические характеристики элементов активной зоны

Наименование характеристики Значение, см

Высота активной части 120

Высота верхнего и нижнего 20

отражателей

Диаметр корзины 131.32

Шаг расстановки ТВ С 9.8

Размер чехла ТВС под ключ 9.6

Толщина чехла ТВС 0.165

Шаг решетки твэлов 0.96

Внешний диаметр твэла,

СВП 1 типа и 0.68

компенсирующего стержня

Внешний диаметр СВП 2

типа и циркониевого 0.45

вытеснителя

Толщина оболочек твэла,

СВП 1-2 типов и 0.05

компенсирующего стержня

Размер чехла вытеснителя 2.82

под ключ

Толщина чехла вытеснителя 0.07

Диаметр пустого канала в ТВС под АЗ типа 2.8

Толщина стенки пустого 0.25

канала

Расстояние от центра АЗ до 69.58

ионизационных камер

Диаметр ионизационных 5

камер

Таблица А.3 - Описание материалов

Элемент Описание материала (ю - объемная доля, у -плотность, Т - температура)

Сердечник "тяжелого" твэла, 235 обогащение изотопом и 15 % О Диоксид урана, и02, ю=50%, у=11г/см ; Алюминий, ЛЬ, ю=50%, у=2.7 г/см3, Т=500 °С

Сердечник "легкого" твэла обогащение изотопом 235и 13 %

Сердечники СВП-1 и СВП-2 Оксид гадолиния, Gd2O3, ю=52.5%, у=7.618 г/см3; Алюминий, ЛЬ, ю=47.5%, у=2.7 г/см3, Т=294.7 °С

Сердечник поглощающего стержня В4С, естественная смесь изотопов, у = 2.5 г/см3, Т=294.7 °С

Чехол ТВС, оболочка твэла, оболочка СВП Сплав Э110 (99% ZR, 1% №)

Оболочка поглощающего стержня Сплав 42ХНМ (42 % Сг, 56 % Ni, 1.5 % Мо, 0.5 % Бе)

Стенка гильзы (ТВС под АЗ) Сплав Э-125 (97.5% гг, 2.5 % №)

Корзина Сталь 12Х18Н10Т (67% Бе, 18% Сг, 10% N1, 2% Мп, 0.8% 81, 0.7% Т1), Т=294.7 °С

Межканальный и внутриканальный теплоноситель Вода, Н2О, Т=305.4 °С, у=0.721 г/см3

Вода в боковом отражателе (экран) Вода, Н20, Т=294.7 °С, у=0.7321 г/см3

Воздушное пространство в гильзе ТВС под АЗ Воздух (75% N2, 25% 02), у = 6.1510-4 г/см3, Т=294.7 °С

Нижний и верхний торцевые отражатели Железоводная смесь (50% Сталь 12Х18Н10Т + 50% Н20), Т=294.7 °С (нижний отражатель) и 316 °С (верхний отражатель)

Материал оболочки ионизационных камер Сталь 12Х18Н10Т